Academic literature on the topic 'Réacteur à eau sous pression (REP)'
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Journal articles on the topic "Réacteur à eau sous pression (REP)"
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Piques, R., and N. Saintier. "Nocivité des défauts sous revêtement et vieillissement dans les cuves de réacteur à eau sous pression." Le Journal de Physique IV 11, PR1 (April 2001): Pr1–27—Pr1–37. http://dx.doi.org/10.1051/jp4:2001103.
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2
Vallée, Alain. "Les besoins en recherche et développement pour le réacteur européen à eau sous pression." Revue Générale Nucléaire, no. 3 (May 1996): 38–42. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/19963038.
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3
Lauret, Philippe, and Michel Yvon. "La prise en compte des accidents graves dans la conception du réacteur européen à eau sous pression (EPR)." Revue Générale Nucléaire, no. 1 (January 1997): 12–17. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/19971012.
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4
Pascoal Neto, C., and A. Robert. "Délignification du Bois d'Eucalyptus(Eucalyptus globulusLabill.) en Milieu Ethanol-Eau en Réacteur Fermé et par Percolation. Effet de l'Addition d'Oxygéne sous Pression." Holzforschung 46, no. 1 (January 1992): 69–76. http://dx.doi.org/10.1515/hfsg.1992.46.1.69.
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NORDMANN, Francis, and Gérard PINARD LEGRY. "Chimie de l'eau et corrosion dans les réacteurs à eau sous pression (REP)." Corrosion Vieillissement, June 2013. http://dx.doi.org/10.51257/a-v1-cor650.
Full textDissertations / Theses on the topic "Réacteur à eau sous pression (REP)"
1
Verdier, Aude. "Évaluation de la sous-criticité lors des opérations de chargement d'un réacteur nucléaire REP." Lyon 1, 2005. http://tel.archives-ouvertes.fr/docs/00/04/82/18/PDF/tel-00009682.pdf.
Full textAbstract:
Lors du chargement d'un REP, une erreur de positionnement d'assemblages peut diminuer significativement l'écart à la criticité. L'incident de DAMPIERRE 4-18 a démontré que la surveillance nucléaire actuelle, basée sur les variations du taux de comptage au niveau de détecteurs ex-core, ne permettait pas de garantir la détection d'une telle erreur. La possibilité d'y parvenir par une analyse plus fine des signaux disponibles a donc été examinée. Les méthodes de bruit neutronique ont particulièrement retenu notre attention. La partie expérimentale de ce travail a été consacrée à leur application à un réacteur de recherche. Malheureusement, il se révèle impossible de les appliquer à l'instrumentation des REP. Différentes positions des détecteurs ont alors été explorées via des calculs de transport Monte Carlo donnant accès à la provenance des neutrons. Les résultats montrent que la technologie actuelle ne permet pas d'envisager une solution neutronique pour surveiller le chargement
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Agoudjil, Naguib. "Condensation en présence d'incondensables : application au refroidissement d'enceinte REP." Aix-Marseille 2, 1998. http://www.theses.fr/1998AIX22109.
Full textAbstract:
Ce travail presente l'etude de la condensation en presence de gaz non-condensables, et plus precisement pour des concentrations elevees de ces gaz, situation que l'on rencontre dans l'enceinte d'un reacteur rep apres accident. L'objectif de ce travail est de repondre a la question suivante : peut-on evacuer la puissance residuelle d'un rep a l'aide d'une batterie de condenseurs placee a l'interieur de l'enceinte. La premiere partie de cette etude est consacree a une revue bibliographique de l'etat actuel de l'avancement des recherches concernant la condensation de la vapeur pure ou en presence de gaz incondensables, pour une plaque plane ou un tube horizontal, ainsi que le comportement d'un condenseur. La seconde partie presente la modelisation de la condensation dans le cas de deux geometries classiques : la plaque plane verticale et le tube horizontal. La resolution des equations se fait par la methode runge-kutta pour le film liquide et par une methode aux differences finies (patankar) pour le melange gazeux. C'est le logiciel tubco. La modelisation d'un condenseur est ensuite presentee, c'est le logiciel tubex. Le condenseur est considere comme un milieu poreux, et c'est par une methode aux differences finies que la resolution des equations est faite. La troisieme partie traite de l'installation experimentale : grilles d'essais, instrumentation, precisions des mesures. Enfin, la quatrieme partie s'interesse aux resultats experimentaux et la comparaison calculs/experiences. Il en decoule que le logiciel tubex decrit de maniere assez precise le comportement d'un condenseur en presence d'incondensables, ce qui permet de dimensionner la batterie de condenseurs necessaire a l'evacuation la puissance residuelle d'un rep.
3
Bodini, Laurent. "Préconditionnement des valeurs de référence des réacteurs à eau pressurisée REP 900 MW." Lille 1, 1998. https://pepite-depot.univ-lille.fr/LIBRE/Th_Num/1998/50376-1998-417.pdf.
Full textAbstract:
Etant donnes un systeme complexe, un regulateur multivariable et une consigne connue a l'avance, il s'agit de preconditionner les valeurs de reference des variables commandees du systeme afin de diminuer la sollicitation des actionneurs tout en maintenant les variables commandees dans des domaines garantissant la surete du systeme. Le systeme a la base de cette etude est une centrale electrique nucleaire de type rep 900 cp2. Un modele qualitatif de la centrale est realise afin de determiner les processus importants devant etre modelises dans le modele numerique de la centrale. Une des difficultes de ce probleme est d'eviter de compenser le regulateur par les variables de reference. Pour eviter cet ecueil, on fait, au moment de la conception des valeurs des references des variables commandees, l'hypothese que le regulateur donne pour l'etude est un regulateur parfait (les references des variables commandees sont atteintes). Parmi les variables commandees, une (la concentration en bore du circuit primaire) fait l'objet d'une regulation particuliere puisqu'elle n'est pas prise en compte par le regulateur donne, les autres sont determinees a partir d'un modele tres simple de la centrale. A l'aide du modele numerique, on ameliore les resultats obtenus par optimisation d'un critere qui prend en compte la sollicitation des actionneurs, le respect des domaines d'evolution des variables commandees et la non-compensation du regulateur. Par rapport aux references actuellement en place dans les centrales appliquees au regulateur multivariable, les references optimisees donnent de bons resultats.
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Aniel-Buchheit, Sylvie Catherine. "Contribution aux études de faisabilité de réacteurs à eau sous pression (REP) 100% MOX." Grenoble INPG, 1995. http://www.theses.fr/1995INPG0137.
Full textAbstract:
L'exploitation d'un parc electronucleaire francais conduit a la production de plutonium. Ce dernier fait l'objet d'un recyclage partiel dans certains reacteurs a eau pressurisee (rep) 900 mwe sous forme de combustible mox (mixed-oxide). Un recyclage total (cur charge a 100% de combustible mox) permettrait de s'affranchir de tout probleme d'interface entre les deux combustibles de nature differente que sont le mox et l'oxyde d'uranium, et aurait donc, entre autres, l'avantage de relacher les criteres de conception actuels des crayons de combustible mox. Les differences observees au niveau des caracteristiques neutroniques de l'uranium et du plutonium, soulignees dans cette these, necessitent d'evaluer l'impact d'une substitution du combustible d'oxyde d'uranium standard par un combustible mox sur la surete des reacteurs utilises pour un tel recyclage. L'utilisation de combustibles mox dans les rep conduit a etudier en tout premier lieu l'evolution de reactivite du cur lors de la vidange du moderateur et lors des accidents de refroidissement. L'etude de la vidange globale du cur montre que seuls les combustibles plutonium dont la composition isotopique est tres degradee ne peuvent concilier une utilisation dans un rep 900 mwe (avec les gestions actuelles) avec un effet en reactivite de la vidange globale du cur negatif. Lors d'un accident de refroidissement, la redivergence eventuelle d'un cur 100% mox controle a l'aide de 57 grappes (constituees de barres de b#4c enrichi a 90% en b#1#0 entoure d'un gainage en hafnium), depend du vecteur isotopique du plutonium utilise. La vidange globale du cur et l'accident de refroidissement ne presentent donc pas, moyennant les amenagements mentionnes ci dessus, d'obstacles majeurs a la faisabilite d'un reacteur rep 100% mox
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Rahlfs, Stephan. "Validation physique du nouveau code de cellule européen ECCO pour le calcul des coefficients de réactivité des réacteurs REP et RNR." Aix-Marseille 1, 1995. http://www.theses.fr/1995AIX11018.
Full textAbstract:
Le formulaire jef2/ecco/eranos dont ecco fait partie est developpe depuis le milieu des annees 1980 dans une collaboration europeenne. Les codes de cellule de l'ancienne generation ont des defauts provenant des algorithmes de calcul et de leurs approximations physiques. A l'origine concu pour les reacteurs rapides, la conception d'ecco a permis d'entendre sa validite aux reacteurs a eau grace aux developpements effectues recemment. Les developpements des methodes de calcul de cette these concernant surtout deux parties: le calcul de l'autoprotection a l'aide de la methode de sous-groupes dans une geometrie heterogene avec prise en compte de la temperature reelle de chacune des regions et le calcul du flux avec prise en compte explicite du choc anisotrope et de l'effet streaming des fuites. La verification globale des resultats physiques d'ecco et du schema de calcul jef2/ecco/eranos est realisee par la participation a plusieurs benchmarks et par le calcul des experiences, comme l'experience doppler de demarrage de superphenix ou l'experience de la vidange sodium dans le reacteur de recherche masurca du cen cadarache
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Bellefleur, Alexandre. "Cinétique de réaction et solubilité des produits de corrosion dans les conditions physico-chimiques du circuit primaire des réacteurs à eau sous pression (REP)." Phd thesis, Toulouse 3, 2012. http://thesesups.ups-tlse.fr/1767/.
Full textAbstract:
L'objectif du travail présenté est d'acquérir expérimentalement de nouvelles données thermodynamiques sur les espèces qui constituent les produits de corrosion présents dans le circuit primaire des REP. Le volet expérimental de cette étude se focalise sur deux phases solides du nickel : l'oxyde de nickel NiO (ou bunsenite) et le ferrite de nickel NiFe2O4. La vitesse de dissolution de l'oxyde de nickel a été mesurée jusqu'à 130°C en milieu acide (pH 3 à 5). Un modèle cinétique a été utilisé afin de décrire les vitesses de dissolution mesurées expérimentalement. Ce modèle a permis de déterminer l'énergie d'activation réelle de la réaction de dissolution de l'oxyde de nickel. La solubilité d'un ferrite de nickel stœchiométrique synthétisé expérimentalement a été mesurée entre 100 et 200°C dans une cellule potentiométrique à électrodes à hydrogène. La spéciation du fer et du nickel dans la solution expérimentale a été discutée au regard des données thermodynamiques disponibles à haute température et des constantes d'équilibre calculées par le code MULTEQ. L'un des aspects de cette étude a consisté en la conception et la mise en route d'une cellule de mesure de solubilité à haute température : la boucle SOLO. Les spécifications techniques et le fonctionnement de cette installation seront présentés en détailA better understanding of the behavior of the corrosion products at operating conditions of PWR is required. This study aims to collect new thermodynamic data on the species composing the corrosion products. The experimental work, described in this paper, focuses on the study of two solid phases: nickel oxide NiO and nickel ferrite NiFe2O4. Dissolution rate of nickel oxide has been measured to 130 °C in acidic conditions (pH 3 to 5). A kinetic model has been used to describe the measured dissolution rates. This calculation allowed us to determine the real activation energy of the dissolution reaction of nickel oxide which is equal to 56,5 ± 3,7 kJ. Mol-1. The dissolution rates of nickel oxide are slow and as a consequence, only a limited amount of nickel oxide can be dissolved during reactor shutdown. Solubility of a stoichiometric nickel ferrite, experimentally synthesized, has been measured from 100 to 200 °C in acidic conditions with a hydrogen electrode concentration cell. The results show a non-congruent dissolution of nickel ferrite with an iron excess. The speciation of soluble iron and nickel was studied based on the available thermodynamic data at high temperature and the measured concentrations were compared with the equilibrium constants with the MULTEQ code. The solubility of nickel ferrite in a reducing acidic solution is reasonably well described by the available thermodynamic data. A new high temperature solubility measurement cell was designed and built. This paper describes in detail the design of the cell and the first tests that have been conducted
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Bellefleur, Alexandre. "Cinétique de réaction et solubilité des produits de corrosion dans les conditions physico-chimiques du circuit primaire des réacteurs à eau sous pression (REP)." Phd thesis, Université Paul Sabatier - Toulouse III, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00767055.
Full textAbstract:
L'objectif du travail présenté est d'acquérir expérimentalement de nouvelles données thermodynamiques sur les espèces qui constituent les produits de corrosion présents dans le circuit primaire des REP. Le volet expérimental de cette étude se focalise sur deux phases solides du nickel : l'oxyde de nickel NiO (ou bunsenite) et le ferrite de nickel NiFe2O4. La vitesse de dissolution de l'oxyde de nickel a été mesurée jusqu'à 130°C en milieu acide (pH 3 à 5). Un modèle cinétique a été utilisé afin de décrire les vitesses de dissolution mesurées expérimentalement. Ce modèle a permis de déterminer l'énergie d'activation réelle de la réaction de dissolution de l'oxyde de nickel. La solubilité d'un ferrite de nickel stœchiométrique synthétisé expérimentalement a été mesurée entre 100 et 200°C dans une cellule potentiométrique à électrodes à hydrogène. La spéciation du fer et du nickel dans la solution expérimentale a été discutée au regard des données thermodynamiques disponibles à haute température et des constantes d'équilibre calculées par le code MULTEQ. L'un des aspects de cette étude a consisté en la conception et la mise en route d'une cellule de mesure de solubilité à haute température : la boucle SOLO. Les spécifications techniques et le fonctionnement de cette installation seront présentés en détail.
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Richebois, Edwige. "Calculs de coeur REP en transport 3D." Aix-Marseille 1, 1999. http://www.theses.fr/1999AIX11039.
Full textAbstract:
Ce travail a pour but de definir un schema avance de calcul de cur pour lequel les methodes de calcul sont basees sur l'equation du transport. Ce schema peut apporter des ameliorations sur la qualite du calcul des reacteurs, dans les zones du cur a fort gradient de flux, dans celles ou l'anisotropie du choc est associee a des problemes de frontiere (interface cur-reflecteur) et dans celles presentant des heterogeneites tres fortes (barreaux absorbants). L'etablissement de ce schema en transport a necessite le developpement d'une nouvelle methode de calcul des constantes de reflecteur, les methodes usuelles etant adaptees aux calculs de cur en diffusion a deux groupes et ne pouvant etre extrapolees aux calculs de transport. Nous presentons dans cette these une nouvelle modelisation du reflecteur utilisable quels que soient le nombre de groupes et l'operateur. Les resultats des calculs de cur utilisant les constantes de reflecteur obtenues par cette nouvelle methode font l'objet d'une premiere qualification sur le reacteur de puissance d'edf saint-laurent b1 recyclant du plutonium. Nous avons mis en evidence les apports d'un schema de calcul de cur en transport 3d par rapport a la diffusion ; on note des effets significatifs et des gains potentiels interessants sur le calcul des efficacites de barres. Les resultats obtenus sur un cycle particulier seront a confirmer par une analyse systematique. Nous pouvons desormais effectuer des calculs de cur de reacteur de puissance en transport multigroupe et envisager de traiter des situations difficiles telles que la vidange, la rtv cette methode est actuellement validee sur d'autres paliers rep, des reacteurs d'autres filieres ou experimentaux.
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Savoie, Marylène. "Influence de la localisation de la déformation sur la corrosion sous contrainte de l'acier inoxydable austénitique A-286 en milieu primaire des REP." Saint-Etienne, EMSE, 2007. http://www.theses.fr/2007EMSE0003.
Full textAbstract:
La corrosion sous contrainte assistée par l’irradiation (IASCC) est un phénomène qui affecte les aciers inoxydables austénitiques des structures internes de cuves des réacteurs nucléaires. Ces aciers irradiés présentent une déformation très hétérogène et localisée dans des bandes de déformation pouvant contribuer à l’IASCC. L’objectif de cette étude est de déterminer l’influence de la localisation de la déformation sur la CSC des aciers inoxydables austénitiques en milieu primaire des REP. Nous proposons une démarche originale qui consiste (i) à effectuer des essais de fatigue oligocyclique sur l’acier inoxydable austénitique A-286 durci par la précipitation de la phase ’ Ni3(Ti,Al) afin de cisailler et de dissoudre les précipités dans des bandes de glissement intense, conduisant ainsi à une localisation de la déformation puis (ii) à déterminer l’influence des bandes de déformation localisée dépourvues de ’ sur la CSC de l’A-286 au moyen d’essais comparatifs de traction lente réalisés sur deux échantillons de même limite d’élasticité, contenant et ne contenant pas de bandes de déformation localisée. Les résultats montrent que la localisation de la déformation augmente significativement la susceptibilité à la CSC de l’A-286 en milieu primaire des REP à 320 et 360°C. D’autre part, l’A-286 est un acier inoxydable austénitique à durcissement structural utilisé dans les réacteurs nucléaires. Le second objectif de cette étude est de renseigner sur l’effet de la microstructure sur la fissuration par CSC de l’A-286 en milieu REP. Nous montrons qu’il existe une forte corrélation entre la limite d’élasticité et la susceptibilité à la CSC de l’A-286 en milieu primaire des REP à 320 et 360°CIrradiation-assisted stress corrosion cracking (IASCC) of austenitic stainless steels is known to be a critical issue for structural components of nuclear reactor cores. The deformation of irradiated austenitic stainless steels is extremely heterogeneous and localized in deformation bands that may play a significant role in IASCC. In this study, an original approach is proposed to determine the influence of localized deformation on austenitic stainless steels SCC in simulated PWR primary water. The approach consists in (i) performing low cycle fatigue tests on austenitic stainless steel A-286 strengthened by ’ precipitates Ni3(Ti,Al) in order to shear and dissolve the precipitates in intense slip bands, leading to a localization of the deformation within and in (ii) assessing the influence of these ’-free localized deformation bands on A-286 SCC by means of comparative CERT tests performed on specimens with similar yield strength, containing or not ’-free localized deformation bands. Results show that strain localization significantly promotes A-286 SCC in simulated PWR primary water at 320 and 360°C. Moreover, A-286 is a precipitation-hardening austenitic stainless steel used for applications in light water reactors. The second objective of this work is to gain insights into the influence of heat treatment and metallurgical structure on A-286 SCC susceptibility in PWR primary water. The results obtained demonstrate a strong correlation between yield strength and SCC susceptibility of A-286 in PWR primary water at 320 and 360°C
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Cachon, Lionel. "Etude tribologique de revêtements durs sans cobalt destinés aux organes d'isolement du circuit primaire des REP." Bordeaux 1, 1995. http://www.theses.fr/1995BOR10618.
Full textAbstract:
La réduction de la contamination du circuit primaire des réacteurs à eau pressurisée est une préoccupation constante de l'industrie nucléaire. Une part importante de cette contamination provient du stellite, alliage base cobalt, utilisé comme revêtement dur dans les vannes de barrage du circuit primaire. L'objectif de cette étude est de qualifier des revêtements sans cobalt pour la substitution du stellite. Les revêtements étudiés peuvent être classés en trois catégories : les revêtements fins à base de chrome carbone déposés par PVD, les revêtements semi-épais déposés par détonation canon et constitués de 65% à 95% de CR3C2 et/ou WC liés par une matrice nickel chrome et enfin les revêtements épais déposés par PTA et constitués de 10% à 30% de TIC ou de NBC dans les matrices d'INCONEL 625 ou de NITRONIC 60. Ces revêtements ont été caractérisés en corrosion, en chocs thermiques et en frottement. La sollicitation la plus contraignante étant le frottement, La tribologie à constitué la majeure partie de ce travail. Deux bancs d'essais ont permis de tester ces revêtements : l'un, un tribomètre Pions/Barreau a permis de tester la tenue des revêtements et l'autre, simulant le fonctionnement d'une vanne à opercule dans les conditions de fonctionnement de pression et de température du circuit primaire des REP (160 BAR et 350C) a permis une qualification des revêtements dans les conditions réelles. A l'issus de ces essais, seuls les revêtements semi-épais offrent des nuances pouvant concurrencer les stellites
Book chapters on the topic "Réacteur à eau sous pression (REP)"
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DELAFOY, Christine, Frederico GARRIDO, and Yves PIPON. "Les céramiques au coeur des REP." In Les matériaux du nucléaire sous irradiation, 91–127. ISTE Group, 2024. http://dx.doi.org/10.51926/iste.9148.ch3.
Full textAbstract:
Ce chapitre présente le dioxyde d'uranium (UO2) et le carbure de bore (B4C) qui sont deux matériaux céramiques présents dans le cœur des réacteurs à eau sous pression actuels. Servant respectivement de combustible et d'absorbant neutronique, ces matériaux sont soumis à des conditions extrêmes de température et d'irradiation. Leur élaboration et les lois qui régissent l'évolution de leurs propriétés sont détaillées en se focalisant sur l'impact de l'irradiation.
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"Chapitre 2 Conception et fonctionnement d’un réacteur à eau sous pression." In Les accidents de fusion du coeur des réacteurs nucléaires de puissance, 11–46. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-1846-4.c005.
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"Chapitre 4 : Conséquences de la corrosion dans le RCP." In Corrosion des circuits primaires dans les réacteurs à eau sous pression, 65–108. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-1246-2-006.
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4
"Chapitre 4 : Conséquences de la corrosion dans le RCP." In Corrosion des circuits primaires dans les réacteurs à eau sous pression, 65–108. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-1246-2.c006.
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